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用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

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核技术 2014年第7期37卷 72-78页

作者：曹昱澎贺寅彪惠虎李辉轩福贞华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性... 详细信息

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

关键词：反应堆压力容器压力-温度限值曲线主曲线法 ASTM E1921

基于小尺寸试样的主曲线参考温度T_0的确定方法

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压力容器 2011年第7期28卷 17-23页

作者：曹昱澎惠虎轩福贞华东理工大学机械与动力工程学院承压系统与安全教育部重点实验室上海200237

采用16MnR钢进行了标准1英寸,0.5英寸和预制裂纹的夏比尺寸三点弯试样的断裂韧性试验,得到了试样尺寸对主曲线参考温度T0的影响。发现0.5英寸试样在满足ASTM E1921标准的情况下,所确定的T0明显低于标准1英寸试样确定的T0,表明ASTM E192... 详细信息

采用16MnR钢进行了标准1英寸,0.5英寸和预制裂纹的夏比尺寸三点弯试样的断裂韧性试验,得到了试样尺寸对主曲线参考温度T0的影响。发现0.5英寸试样在满足ASTM E1921标准的情况下,所确定的T0明显低于标准1英寸试样确定的T0,表明ASTM E1921限定试样变形极限的M值不够保守,且夏比尺寸试样无法计算T0。提出了Beremin模型的拘束度修正,经过修正大幅缩小了小尺寸试样确定的T0与1英寸试样确定的T0之间的差异。

关键词：主曲线 Beremin模型拘束度韧脆转变

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核电用铁素体钢断裂韧度表征方法的研究进展

材料导报 2022年第S2期36卷 370-376页

作者：曾鑫刘长军谈建平曹昱澎苏东川华东理工大学机械与动力工程学院上海200237 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 中国核动力研究设计院成都610041

在役核电厂的延寿对减少碳排放和推动能源转型起到重要作用,反应堆压力容器(RPV)材料的断裂韧度是电站寿命管理所需的必要参数。现役轻水堆RPV材料通常由铁素体钢制成,这类钢材的断裂韧度存在固有的韧脆转变特性、高度分散性以及温度相... 详细信息

在役核电厂的延寿对减少碳排放和推动能源转型起到重要作用,反应堆压力容器(RPV)材料的断裂韧度是电站寿命管理所需的必要参数。现役轻水堆RPV材料通常由铁素体钢制成,这类钢材的断裂韧度存在固有的韧脆转变特性、高度分散性以及温度相关性。另外,测试试样几何尺寸差异引起的断裂韧度尺寸效应和强中子辐照导致的韧脆转变温度偏移等因素的影响,使得准确表征铁素体钢的断裂韧度非常困难。为此,学者们提出了多种描述铁素体钢断裂韧度的方法。其中,基于概率统计的断裂韧度表征方法能便捷、合理地描述铁素体钢断裂韧度固有特性,具有广阔的工程领域应用前景。典型代表——主曲线法——因测试试件需求量少且允许采用小尺寸试样获取材料的断裂韧度而备受青睐。为解决小试样测试断裂韧度时的尺寸效应,学术界开展了大量的断裂韧度表征参数T0与拘束度的关联工作。此外,为表征中子辐照对铁素体钢断裂韧度的影响,除定期通过辐照监督试样测试断裂韧度以外,还建立了基于物理机制的辐照脆化预测模型。本文在简述核电用铁素体钢发展历程的基础上,分别对当前的断裂韧度表征方法、断裂韧度尺寸效应的关联方法和辐照后断裂韧度的评价方法进行了综述,总结了铁素体钢在断裂韧度表征上存在的问题并对未来研究方向进行了展望。

关键词：反应堆压力容器铁素体钢断裂韧度尺寸效应辐照脆化

基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度

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机械工程材料 2015年第1期39卷 98-101,106页

作者：惠虎王佳欢王仙河曹昱澎杨帆华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 博斯特(上海)有限公司上海201613 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢... 详细信息

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。

关键词： 2.25Cr-1Mo钢主曲线韧脆转变区断裂韧性

基于Master Curve方法的16MnR钢韧脆转变区断裂韧性研究

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压力容器 2008年第12期25卷 10-13,21页

作者：曹昱澎惠虎轩福贞李培宁王仙河华东理工大学机械与动力工程学院承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237

在韧脆转变温度区对16MnR进行了拉伸性能,夏比V形缺口冲击性能和断裂韧性测试,基于Master Curve方法得到了16MnR钢在韧脆转变区断裂韧性随温度变化曲线,并比较了断裂韧性韧脆转变曲线的参考温度和夏比冲击试验特征温度间的关系。

关键词： 16MnR钢 Master曲线韧脆转变区断裂韧性 ASME KIC曲线

基于Beremin模型在下转变温度区由夏比示波冲击试验预测断裂韧性

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基于Beremin模型在下转变温度区由夏比示波冲击试验预测断裂韧性

第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：曹昱澎惠虎贺寅彪轩福贞李辉沈睿曹明华东理工大学机械与动力工程学院承压系统安全科学教育部重点实验室上海核工程研究设计院

夏比冲击试验长期以来在核电领域中用于评价材料韧性。但是,夏比冲击与断裂韧性之间的关联通常用经验公式关联,其应用受到了很大限制。本文以一种压力容器用钢为例(16MnR钢),在下转变温度区,进行了夏比示波冲击试验和三点弯断裂韧性试... 详细信息

夏比冲击试验长期以来在核电领域中用于评价材料韧性。但是,夏比冲击与断裂韧性之间的关联通常用经验公式关联,其应用受到了很大限制。本文以一种压力容器用钢为例(16MnR钢),在下转变温度区,进行了夏比示波冲击试验和三点弯断裂韧性试验。为了有限元模拟时考虑冲击载荷对材料的强化,进行了高、低系列应变速率下的拉伸试验。通过有限元分析了夏比V形缺口试样和三点弯断裂韧性试样的应力应变场,借助Beremin局部法模型,由夏比示波冲击的断裂载荷估算了16MnR钢的断裂韧性分散带,并对比分析了16MnR钢的实测断裂韧性。

关键词：夏比冲击韧脆转变 Beremin局部法模型断裂韧性

来源： cnki会议评论

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cnki会议

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韧脆转变区夏比冲击试验的数值模拟研究

化工机械 2014年第2期41卷 215-219页

作者：曹昱澎惠虎贺寅彪李辉华东理工大学机械与动力工程学院承压系统安全科学教育部重点实验室上海核工程研究设计院工程设备所

对16MnR钢在韧脆转变区进行了夏比冲击试验,利用有限元分析软件ABAQUS考虑了冲击过程中高应变率对基体材料的强化效应,并耦合延性损伤GTN模型对转变区的夏比冲击试验进行了数值模拟研究。对比试样断面上的延性裂纹扩展长度发现,GTN模型... 详细信息

对16MnR钢在韧脆转变区进行了夏比冲击试验,利用有限元分析软件ABAQUS考虑了冲击过程中高应变率对基体材料的强化效应,并耦合延性损伤GTN模型对转变区的夏比冲击试验进行了数值模拟研究。对比试样断面上的延性裂纹扩展长度发现,GTN模型的预测结果是可接受的。通过有限元模拟获得了试样在冲击过程中各时刻的力学场,研究了在延性裂纹扩展过程中裂纹尖端应力应变场的变化规律和应变率分布规律。模拟分离得到夏比冲击功AKV包含的各部分能量,发现在冲击过程中塑性功消耗占绝大部分。

关键词： 16MnR钢夏比冲击 GTN模型延性断裂

长寿期运行RPV辐照脆化后结构完整性评定关键技术探讨

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压力容器 2023年第2期40卷 71-79,86页

作者：陈明亚曹昱澎贺寅彪孙欣高红波林磊彭群家陈志林苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 浙江树人大学杭州310015

反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用软件开发四方面的关键技术探讨。研究表明,具有重新打压特性的事故瞬态更加危险;不同规范采用了不同方法处理RPV内表面堆焊层问题,其对分析结果存在明显影响;考虑材料的热预应力特性、裂纹止裂性能、尺寸拘束效应等都有益于结构的安全评价;基于通用的商业软件,通过二次开发建立了RPV辐照脆化断裂评定专用软件。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化断裂评定长寿期运行

厚壁反应堆压力容器中裂纹启裂、止裂与撕裂评定研究进展

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压力容器 2023年第12期40卷 50-58页

作者：陈明亚曹昱澎贺寅彪孙欣余伟炜史方杰彭群家赵万祥苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心江苏苏州215004 上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 浙江树人大学杭州310015

针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值... 详细信息

针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值研究成果,论述了典型事故瞬态下RPV堆芯筒体段裂纹的启裂、止裂与撕裂性能,认为事故工况下,RPV中浅裂纹具有良好的止裂特性,基于开发的瞬态参数在线监测的评定技术,提出了基于瞬态参数在线监测的RPV辐照脆化断裂评定的方法。所探讨的评定技术对论证RPV长寿期安全运行特性具有参考价值。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化启裂止裂撕裂在线评定